A SÓOLVADÉKOS REAKTOROKBAN REJLŐ LEHETŐSÉGEK

Átírás

1 A SÓOLVADÉKOS REAKTOROKBAN REJLŐ LEHETŐSÉGEK Király Márton MTA Energiatudományi Kutatóközpont Fűtőelem és Reaktoranyagok Laboratórium december 5. XII. MNT Nukleáris Technikai Szimpózium

2 Vázlat Az új típusú reaktorok és hűtőközegeik A sóolvadékos reaktorok fajtái Oak Ridge-i sóolvadékos kísérlet Az MSR előnyei és problémái A tórium és a tórium ciklus, 233 U Termikus tenyésztőreaktor Utópia-e a tórium alapú atomenergia? Miért tart itt az atomenergia?

3 Vázlat?!?

4 Miért van szükségünk új reaktorokra? Üzemanyagciklus zárása, reprocesszált hulladék hasznosítása, hatékonyság növelése Magasabb termo-elektromos átalakítási hatásfok vagy kapcsolt energiatermelés Passzív biztonsági berendezések és automatizálás, kevesebb emberi hiba Moduláris építkezés, gyorsabb, olcsóbb Az 235 U olyan ritka, mint a palládium, a 238 U és 232 Th készlet kiaknázásához tenyésztőreaktor

5 IV. Generációs reaktorok Gyorsreaktorok: Termikus reaktorok:

6 Egy magas hőmérsékletű reaktor hőforrásként szolgálhat más energia-átalakító műveletekhez: Réz-klór ciklus (530 C), kén-jód ciklus (850 C), katalitikus vízbontás és hidrogéngyártás Másodlagos, CO 2 semleges üzemanyaggyártás (metanol, dimetil-éter, ammónia, metán) Nitrogénmegkötéses műtrágyagyártás Műanyagok termikus depolimerizációja Tengervíz sótalanítás

7 Hűtőközeg választás I. Hűtőközeg nyomása Hűtőközeg hőmérséklete Atmoszférikus nyomás ( 1 bar) Nagy nyomás ( bar) Közepes hőmérséklet ( C) Folyékony fém Víz Magas hőmérséklet ( C) Sóolvadék Gáz

8 Hűtőközeg választás II. Li 2 BeF 4 (FLiBe)

9 Sóolvadék hűtésű reaktor (FHT)

10 A sóolvadékos reaktorok (MSR) Lehetséges sók: 7 LF, BeF 2, NaF, KF, RbF, ZrF 4, 11 BF 3 Az üzemanyag: 235 UF 4, 239 PuF 3, 233 UF 4 Termikus neutronok, grafit moderátor tömbök A reaktivitás negatív termikus visszacsatolása a só hőtágulása miatt, csak a grafit moderátorok között van lassú neutron és láncreakció, kevés szabályozórúd Negatív üregtényező, 1300 C fölötti atmoszférikus forráspont (üzemi hőmérséklet C) Nincs külön hűtőrendszer, emiatt nincs LOCA A néhány fém hasadvány szilárdan kicsapódik, ha nincs jól oldódó fluoridja (As, Nb, Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sn, Sb), a hasadási gázok eltávoznak az elegyből

11 Oak Ridge-i sóolvadékos kísérlet ORNL Molten Salt Reactor Experiment A hordozó só 7 LiF-BeF 2 -ZrF 4 ( ), ebben oldva található meg 1% UF 4 (30% 235 U), 650 C A szekunder kör 2LiF-BeF 2 (Flibe), léghűtés júniustól 9005 óra üzemelés 8 MW th(eq), ebből 3860 óra (5 hónap) folyamatos üzem Fluorinálással a teljes uránmennyiség kiszedhető UF 6 formájában, mely 56,5 C-on szublimál októberétől 233 U üzemanyag, a világ első reaktora, 4167 óra üzemelés 8 MW th(eq) 1969-ben sikeres 239 PuF 3 adagolási kísérletek

12 Reaktor Szivattyú Primer kör Hőcserélő Szekunder kör ki Szekunder kör be

13 Freeze plug avagy fagyott dugó Egy fagyott sódugó, melyet a csövön kívülről hűtenek Ha megszűnik az áramellátás, a hűtés is leáll, a só felolvad és az olvadék gravitációs úton több passzívan hűtött, neutronárnyékolt tartályba folyik át 1. Reaktortartály, 2. Hőcserélő, 3. Primer szivattyú, 4. Fagyásperem 5. Hőszigetelés 6. Szekunder szivattyú, 7. Hűtő, 8. Szekunder leeresztő tartály, 9. Ventilátor 10. Primer leeresztő tartály, 11. Tisztító tartály 12. Konténment, 13. Fagyasztó szelep

14 A MSR előnyei I. Direkt hőátadás, nincs leolvadás, mivel már olvadt, nincs szilárd fűtőelem, nincs átrakodás Kisebb 135 Xe mérgezés, a gázok elválaszthatók Atmoszférikus nyomás, nincs dekompresszió Magas hőmérséklet ( C), magasabb átalakítási hatásfok (Brayton ciklus, η = 0,45-0,5), kapcsolt energiatermelésre alkalmas Passzív biztonság, freeze plug, negatív termikus reaktivitás visszacsatolás, negatív üregtényező Baleset vagy csőtörés esetén a só megszilárdul, a hasadási termékek retenciója nagy, konténment

15 A MSR előnyei II. Nincs külön hűtőrendszer, emiatt nincs LOCA A sóolvadék nem olyan érzékeny a vízre, nincs H 2 Indítótöltet lehet 233 U, 235 U vagy 239 Pu is On-line utántöltés és szeparálás, reprocesszálás Könnyen kinyerhető értékes orvosi izotópok ( 99 Mo, 213 Bi, 229 Th, 125 I, 106 Ru, 90 Y) Nem kell a hasadóanyagot reprocesszálni akár 30 évig, csak a grafitot kell időnként cserélni A koncentrált, reprocesszált radioaktív sóolvadék hulladék fluorapatit formában tárolható: LnF 3 + 4,5 Ca 3 (PO 4 ) 2 3 (Ln 0,33 Ca 4,5 )(PO 4 ) 3 F

16 MSR problémák A Hastelloy-N (Ni/Mo/Cr/Fe) ötvözet korróziója, tellúr (FP) Te 3-, +Ti +Nb az ötvözetbe, 2% UF 3 tartalom, Be-mal leredukálás A 6 Li-ból neutronokkal trícium keletkezik, ami kidiffundálhat a környezetbe, emiatt 7 Li (92,5%) dúsítás szükséges (NaBF 4 ) Ha a szekunder NaBF 4 és összekeveredik az reaktorméreg Reprocesszálás reduktív extrakcióval, folyékony Bi+Li Hasadási gázok leválasztása és kezelése, aktív szén szűrők Grafit mállása, tágulása, repedezése, bevonat vagy csere A só összetételének nyomon követése, elektrokémiai analitika Proliferáció-állóság ( 232 U miatt γ, detektálható és veszélyes, denaturálni lehet 238 U-val, de akkor sok előny elveszik) Jelenleg nincs üzemeltetési tapasztalat (csak volt, 1974-ig)

17 A tórium A tórium a 90-es rendszámú elem, az 5f mező első eleme 1828-ban fedezte fel Jöns Jacob Berzelius és a skandináv mitológiában a villámok istenéről, Thor-ról nevezte el A természetben egy stabil izotópja fordul elő, a 232 Th α bomló, felezési ideje 14 milliárd év, mely nagyjából az Univerzum feltételezett kora, így bomlási sora még tart Egyike azon elemeknek, mely a Föld magját fűti A földkéregben gyakorisága az óloméhoz hasonló, átlagosan 6-10 ppm, vagyis mintegy három-négyszer olyan gyakori, mint az urán (átlagosan 2-3 ppm) (CH x 3,9 ppm) Leggyakrabban ritkaföldfémekkel együtt fordul elő monazit ásványokban, az uránbányászat mellékterméke, jelenleg gyakorlatilag értéktelen, sőt

18 A tórium

19 A tórium

20 A tórium ciklus I. 232 U keletkezhet 233 U-ból (n,2n) reakcióban A 233 Pa-ból keletkezhet (n,2n) reakcióban 232 Pa, mely 1,3 napos felezési idővel β - bomlik 232 Th-ból (n,2n) reakcióval 231 Th, mely 25,5 h felezési idővel β - bomlik 231 Pa-á, abból neutron befogással 232 Pa, ami azután β - bomlik

21 A békés 232 U Az 232 U felezési ideje 68,9 év (α), a belőle keletkező 228 Th-é 1,9 év (α), a leányelemei ezután jóval rövidebb, néhány órás felezési idejűek, 232 Th-sorozat Több leányeleme erős gamma-sugárzó pl.: 208 Tl, E γ = 2,61 MeV ( 60 Co E γ = 1,33 + 1,17 MeV) Emiatt az elválasztott 233 U feldolgozása is nehezebb, távirányításra van szükség, mivel a veszélyek már 5 ppm 232 U esetén is jelentősek Az 232 U és az 233 U nem különíthető el, az 232 U szennyezés pedig elkerülhetetlen, így detektálható!

22 Az elfeledett 233 U A felezési ideje év (α), a természetben csak nyomokban található meg (neptúnium sorozat) Alkalmas nukleáris hasadóanyagnak Az ötvenes években az USA kipróbálta a hadi célú hasznosítását, a hatvanas évekre pedig több tonnát halmozott fel (Hanford reaktorok) 1998-ban India is felrobbantott egy kis kísérleti bombát (Shakti V, 0.2 kt) Az atomfegyverekben használatos 239 Pu-nál a követelmény a max. 6,5% 240 Pu és 0,5% 238 Pu, 233 U esetén viszont a 232 U 50 ppm alatt legyen! Operation Teapot MET, 1955, 22kt

23 A tórium ciklus II. Az 233 U neutronbefogási aránya a legkisebb termikus és gyors neutronok esetén is, az ütközések nagyobb hányada vezet hasadáshoz Az 233 U átlagos hasadási neutronhozama termikus neutronokra nagyobb, mint az 235 U vagy a 239 Pu neutronhozama

24 A tórium ciklus III. A termikus neutron befogási és hasadási hatáskeresztmetszetek (a területek arányában) A 232 Th termikus neutronbefogási hatáskeresztmetszete háromszor nagyobb, mint az 238 U esetén A 239 Pu a termikus neutronok több mint negyedét befogja Gyors neutronokra a befogási keresztmetszetek több százszor kisebbek, több hasadóanyag szükséges A tórium ciklussal lehetséges önfenntartó tenyésztőreaktor 239 Pu építése termikus neutronokkal is!

25 Tóriumos tenyésztőreaktorok I. Több tenyésztési elképzelés létezik: CANDU, BWR, PWR erőművekben, ThO 2 MOX Shippingport (USA), Radkowsky, VVER HTR TRISO üzemanyagában (oxid v. karbid), AVR és THTR (Németo.), Fort St. Vrain (USA) Tórium reflektor, tiszta 233 U elválasztás Gyorsreaktorok üzemanyagába keverve Részecskegyorsító és spalláció (Carlo Rubbia) Sóolvadékos tenyésztőreaktorok

26 Tóriumos tenyésztőreaktorok II. A ThO 2 hővezetési tényezője nagyobb, mint az UO 2, magasabb az olvadáspontja, stabil +4 oxidációs állapot A ThO 2 tartalmú MOX nagyobb kiégést kibír, hosszabb kampány, a reaktorban tenyésztett hasadóanyag (U és Pu) India régóta használ teljesítmény kiegyenlítésre, kazetta profilírozásra tóriumot az AHWR-ban, a tórium ciklus az új CANDU-ban technikailag és gyakorlatban megvalósítható A Thor Energy Co. egy norvég tórium kezdeményezés, a Halden reaktorban 5 éves Th-Pu MOX (ThO 2 mátrixban 10% PuO 2 ) besugárzási kísérlet indult áprilisában Ez a jelenleg MOX technológiát használó könnyűvizes reaktorokban is alkalmazható lenne, engedélyeztetés

27 Sóolvadékos tenyésztőreaktorok Két körös tenyésztő, külön 232 Th-os tenyésztő és 233 U-os hasadó kör, kiszökő neutronok Egy körös tenyésztő, folyamatos hasadvány és 233 Pa szeparálás, 1,065 számított tenyésztési arány (ORNL 1970) Denaturált reaktor, mindenhol 80% 238 U a proliferáció állóság javítására, de ettől a tórium ciklus elveszti a főbb előnyeit, transzuránok Sóolvadékos gyorsreaktor koncepciók

28 Sóolvadékos tenyésztőreaktorok

29 232 Th 233 U tenyésztés előnyei A tenyésztés termikus neutronokkal is működik Nem keletkeznek transzuránok, csak rövidebb felezési idejű izotópok ( 238 U nélkül), 100 év alatt a bomlások 84%-a lezajlik, a többi 300 év alatt (FP) Kis tenyésztési arány, nem termel többlet 233 U-at, nem kell nagy reaktivitást lekötni A termelődő 233 U az 232 U miatt nem jó fegyvernek 600 évre elegendő tórium-készlet a fosszilis energiahordozók kiválthatására világszerte, három-négyszer több, mint az urán-készletek

30 Összefoglalás A sóolvadék ideális reaktor hűtőközeg lehet A sóolvadékos reaktorok a IV. generációs elképzelések közé tartoznak, számos előnnyel bírnak a vetélytársaikkal szemben Az építési és üzemeltetési tapasztalat elvesztése a legnagyobb probléma A tórium ciklust kihasználva termikus neutronokkal is építhető tenyésztőreaktor A jelenleg üzemelő atomerőművek is használhatnának tórium üzemanyagot

31 KÖSZÖNÖM A FIGYELMET!